СевастопольскийНациональный Университет Ядерной Энергии и Промышленности
Контрольнаяработа №3
По дисциплине:Дозиметрия ирадиационная безопасность на атомных электрических станциях
На тему:Газоаэрозольные выбросы АЭС
Севастополь2006
Введение
Каклюбое другое промышленное предприятие, атомная электростанция взаимодействует сокружающей средой. В процессе своей деятельности предприятие, потребляяопределенные природные ресурсы, производит полезную для человека продукцию. Какправило, при этом, в процессе производства, образуются какие-то ненужные, иливредные отходы. Соотношение между тем полезным эффектом, который производитпредприятие, и тем вредом, который оно наносит человеку и окружающей природнойсреде, и должно являться решающим аргументом внедрения технического новшества вжизнь. Схема взаимодействия АЭС с окружающей средой приведена на рис. 1. Каквидно из рисунка, АЭС является источником поступления во внешнюю среду:радиоактивных веществ в виде газоаэрозольных выбросов, жидких сбросов и твердыхотходов, источником тепловых сбросов, а также электромагнитного излучения.
/>
Рис.1. Схема экологического взаимодействия атомной электростанции с окружающейприродной средой.
Газоаэрозольныевыбросы АЭС
Принормальной эксплуатации АЭС накопленные в реакторе радиоактивные веществапрактически не могут попасть в окружающую среду благодаря ряду защитныхбарьеров на пути их возможного выхода (см. рис. 2). Радиоактивные отходы (РАО)— неиспользуемые жидкие и твердые вещества или предметы, образующиеся врезультате деятельности учреждения, общая активность, удельная активность ирадиоактивное загрязнение поверхностей которых превышает уровни, установленныедействующими нормативными документами. Любая деятельность в сфере обращения срадиоактивными отходами на Украине регулируется Законом Украины «Об обращении срадиоактивными отходами». Наиболее значительную роль в формированиирадиационной обстановки в районе размещения АЭС играют инертные радиоактивныегазы (ИРГ) и изотопы йода.
/>
Рис.2. Схема защитных барьеров на АЭС и пути поступления радионуклидов в окружающуюсреду.
Вцелом, в состав газообразных радионуклидов осколочного происхождения входят: 18изотопов криптона, 15 изотопов ксенона и 20 изотопов йода. С точки зрениярадиационной опасности для населения, наибольшее значение имеют радионуклидыкриптона, ксенона и йода. Кроме этих нуклидов весьма значительную роль играютаэрозольные выбросы изотопов стронция — 89, 90 и цезия — 134, 137, которыеявляются продуктами распада газообразных нуклидов. Механизм выхода летучихрадиоактивных веществ в окружающую среду из технологического цикла АЭС среакторами ВВЭР и РБМК имеет ряд различий. Основным путем поступлениягазо-аэрозольных выбросов в окружающую среду от реакторов ВВЭР являются дегазацияи испарение воды теплоносителя первого контура. Вода насыщается радиоактивнымивеществами в результате активации (3H, 14C, 41Ar)и непосредственного ее контакта с негерметичными оболочками ТВЭЛов (изотопы I,С, Kr, Xe, Sr, Ce, Ru). Непосредственным источником поступления в атмосферныйвоздух летучих радиоактивных веществ (в особенности 3H) от реактораВВЭР является вентиляционная система герметичных помещений первого контура исамого реактора. Нуклидный состав газообразных выбросов АЭС с РБМК, в основномопределяется газами, поступающими с эжекторов турбины — это радионуклидыпродуктов деления (радионуклиды криптона и ксенона). Кроме этого, в составгазообразного выброса входит газ активационного происхождения — Ar,образующийся в газовом контуре и циркуляционных трубопроводах и баках контураохлаждения СУЗ. Активность и нуклидный состав криптона и ксенона зависит,вообще говоря, от радиационного состояния активной зоны реактора, а активностьAr — от мощности реактора. При длительной работе реактора на мощностирадиационное состояние его активной зоны стабилизируется и при реализацииоптимального управления радиационным состоянием поддерживается практически наодном уровне. Это значит, что нуклидный состав газообразных продуктов делениятакже стабилизируется и мало меняется в условиях нормальной эксплуатацииреактора.
Радионуклиды йода присутствуют в выбросе в трехфизико-химических формах:
• в аэрозольной, т.е. это радионуклиды, сорбированные нааэрозольных частицах;
• в газообразной, где основную массу составляетмолекулярный йод (I2);
· в виде органического соединения —йодистого метила (CH3I). трудно сорбируемого и обладающего высокойпроникающей способностью через фильтры.
Йод,как продукт деления, образуется в атомарном виде, но в теплоносителе КМПЦ ужеприсутствует во всех формах. В выбросе нормально функционирующих АЭСсоотношения между формами йода следующие:
· аэрозольная 1 — 2%;
• молекулярная 40 — 50%;
• органическая 50 — 60%.
Изотопныйсостав йода представлен 131I и 133I, причем доля их ввыбросе примерно одинакова (см. табл. 1.).
Таблица1. Нуклидный состав йодных выбросов Чернобыльской АЭСТочка контроля Йод-131 (%) Йод- 133 (%) BT-1 (1-я очередь) 48 52 ВТ- 2 (2-я очередь) 58 42
Изотопныйсостав аэрозолей долгоживущих нуклидов (ДЖН) в выбросе, в общем,представлен 20 — 25-ю радионуклидами. Среди них можно выделить 7 — 10 нуклидов,имеющих повышенную по сравнению с другими объемную активность, вклад этихрадионуклидов в суммарную мощность выброса представлен в табл. 2.
Таблица2. Нуклидный состав выбросов ДЖН ЧАЭС, %Радионуклид Вклад, % Радионуклид Вклад, % Йод-131 10 — 30 Марганец-54 1.5 — 2,5 Хром-51 35 — 55 Железо-59 0,8 — 1,6 Кобальт-60 2,5 — 4,5 Цезий-137 5—7 Кобальт-58 1,3 — 2,3 Цезий- 134 3 — 5
Радионуклидыпродуктов деления по номенклатуре и активности присутствуют в составе ДЖН вколичестве, зависящем от того, каково радиационное состояние активной зоныреактора, то есть сколько и с какими дефектами эксплуатируется негерметичныхТВЭЛ в активной зоне. Радионуклиды продуктов коррозии накапливаются втеплоносителе в зависимости от сроков работы АЭС. Третьим важным источникомрадиоактивных выбросов АЭС с реакторами РБМК являются активированные инасыщенные летучими осколочными продуктами деления газы, которыми продуваетсяграфитовая кладка реактора. Химические формы газо-аэрозольных выбросов АЭСразнообразны: ИРГ поступают в атмосферу в своих молекулярных формах; тритий ввиде 3HHO, 3HH, 3H2; 14C— в виде 14CH4,14CO2 и 14CO;изотопы йода — в форме метил-йодида и других простых органических соединений, атакже в форме I и I2; 89-90Sr, 131,137Cs, 144Ce— в виде сульфатов, нитратов, хлоридов, карбонатов; изотопы плутония — в виденерастворимой окиси PuO2 и растворимого Pu(NO3)4,адсорбированных на частицах размером 0,2-0,8 мкм. Все парогазовые и аэрозольныевыбросы АЭС проходят систему очистки (в частности, выдерживаются определенноевремя в газгольдерах (камеры выдержки) для распада короткоживущихрадионуклидов) или очистку на специальных установках подавления активности(УПАК). Для очистки вентиляционного воздуха от аэрозолей, в составе вентсистемна АЭС, предусматриваются фильтровальные станции. Это блоки с различнымиадсорбирующими фильтрами (угольными, аэрозольными). Эффективность очистки на такихфильтрах довольно высока, например эффективность аэрозольных фильтров типаДКЛ—23 составляет 90 — 95%.
Кромерассмотренных выше радионуклидов, в выбросах АЭС присутствуют также изотопытрития — сверхтяжелого водорода, и углерода 14. Тритий, содержащийся ввоздушных выбросах и водяных сбросах АЭС, входит в состав паров воды ипрактически беспрепятственно проходит системы очистки. Радиобиологическая рольтрития определяется его химическими свойствами, которые полностью соответствуютобычному водороду, в результате чего тритий может входить в состав любыхорганических и неорганических соединений. Поскольку период полураспада тритиядовольно велик (12,26 года), он мог бы представлять серьезную радиационнуюопасность если бы не являлся очень мягким бета-излучателем ( средняя энергиябета-излучения трития составляет 5,8 кэВ) Доля трития, выбрасываемого ватмосферу АЭС с реактором ВВЭР-1000, составляет 32% от его общего поступления вокружающую среду АЭС (остальное количество 3H содержится в жидкихсбросах). Средняя концентрация изотопа в воздушном выбросе реактора данноготипа — 1 — 2 Бк/л. Для реакторов РБМК эти показатели в 10 — 100 раз ниже. 14С— также биогенный элемент, который может участвовать в биохимических и биологическихпроцессах, наряду со своим стабильным изотопом.
Егоизлучение (чистый бета-излучатель, со средней энергией 54 кэВ) не представляетсерьезной радиационной опасности. Однако, благодаря своему большому периодуполураспада (5730 лет), углерод-14 может накапливаться и, в связи со своей биологическойактивностью, имеет важное значение. 14С образуется в естественныхусловиях в верхних слоях атмосферы в результате взаимодействия космическихнейтронов с азотом воздуха.
НаАЭС он образуется в результате активации 13С, 14N, и 17О.Основная масса 14С удерживается в месте его образования, в активнойзоне, и за ее пределы не поступает, и АЭС не играют существенной роли, какисточник 14C. В связи с тем, что большие количества 14Cобразовывались при ядерных испытаниях, а также при переработке облученногоядерного топлива, в настоящее время во всем мире проводится контроль егосодержания в объектах внешней среды, однако допустимых норм его содержания ввыбросах АЭС не установлено.
Всоответствии с Государственной программой Украины по обращению с РАО, на периоддо 2005 года система обращения с РАО АЭС должна состоять из:
• центрального предприятия АЭС по переработке ивременного хранения РАО (ЦППРО);
• сети предприятий по сбору и предварительногокондиционирования РАО;
• унифицированного транспортно-контейнерного комплекса;
• учета, оперативной связи и радиационного контроля.
Базовымэлементом системы обращения с РАО является ЦППРО, где используются наиболеесложные технологии переработки РАО.
НаАЭС используются простые технологии подготовки РАО к транспортированию:сортировка и компактирование TPO, переработка ЖРО на установках глубокоговыпаривания до получения солевого плава. Технологическая оснащенность ЦППРОдолжна обеспечивать требования обращения с РАО, которые возникают не только впроцессе работы, но и во время вывода АЭС из эксплуатации.
Распространениерадиоактивного загрязнения среды, то есть передача его между различнымикомпонентами окружающей среды (в атмосфере, воде, почве), обусловлено разнымипроцессами: химическими, массопередачей, внешними движущими силами, переносомвнутри той или иной среды за счет конвекции или диффузии, биологическимобменом. Схема миграции радионуклидов от выбросов и сбросов АЭС представлена нарисунке 3.
/>
Рис.3. Схема миграции радионуклидов от выбросов и сбросовАЭС.
Интереснорассмотреть поведение некоторых радионуклидов, наиболее характерных дляразличных типов выбросов АЭС:
криптон-85почти полностьюудерживается в атмосфере и в основном воздействует внешним облучением;облучение за счет ингаляции носит вторичный характер;
ксенон-133по своему поведениюаналогичен криптону, однако, малый объем выброса и короткий период полураспадаснижает его влияние;
углерод-14в реакторах кипящеготипа выбрасывается в основном в виде двуокиси углерода, в то время как вводо-водяных реакторах под давлением соотношение углерода-14, связанного вдиоксиде и оксиде и в гидрокарбонате (в газообразных выбросах), можетсущественно изменяться. Основные процессы обмена углеродом между атмосферой ибиосферой — через фотосинтез, а между атмосферой и водной поверхностью — черезслой смешения в незначительной степени происходит седиментация в водной среде,а также преобразование в карбонатные формы, поэтому основное воздействиеосуществляется через пищевые продукты (доля воздействия за счет ингаляции — 1%);
тритийв основномвыбрасывается в виде газа, который в пределах двух суток за счет окисленияпревращается в тяжелую воду; пары тяжелой воды участвуют в глобальном гидрологическомцикле, воздействуя за счет ингаляции, через кожу, а также за счет приема сводой и пищей. Тритиевый газ воздействует за счет ингаляции, причем 1,6%поступившего при ингаляции трития переходит в кровь, а менее 0,04% — в тяжелуюводу;
йод-131переносится набольшие расстояния в атмосферев виде пара или микрочастиц и мигрирует поцепочке воздух—трава—корова (овца, коза) — молоко—человек, поступает в организмтакже за счет ингаляции и, кроме того, необходимо учитывать и его воздействиеот внешнего облучения;
йод-129,в зависимости отхимической формы, может присутствовать в атмосфере в неодинаковых количествах.Различные его формы по разному подвергаются мокрому осаждению на поверхностисуши и воды, испаряются с водной поверхности и участвуют в фотохимическихпроцессах. При осаждении йода-129 наиболее важный путь к человеку — сохранениев листве с последующим переходом в почву и растительную пищу;
Стронций-89,стронций-90, цезий-134, цезий-137 и барий-140 обычно выбрасываются в виде аэрозолейи воздействуют через пищевые цепочки, ингаляцию и внешнее облучение; в ихмиграции гравитационное осаждение не играет особой роли, а основные процессыперехода из атмосферы в почву и воду — сухое осаждение и вымывание осадками.
Сцелью ограничения воздействия АЭС на окружающую среду, для каждой АЭСрегламентируются предельно допустимые выбросы (ПДВ) и сбросы (ПДС). Предельнодопустимые выбросы устанавливаются для АЭС индивидуально и рассчитываются сучетом размера санитарно-защитной зоны, высоты вентиляционной трубы, взависимости от усредненных метеорологических условий в районе расположения АЭС.Расчет ПДВ ведется с учетом условий не превышения эффективной эквивалентной дозыоблучения населения от техногенных источников и дозовой квоты, обусловленнойрадиоактивными отходами от АЭС. Нормами радиационной безопасности Украины(НРБУ-97) эта дозовая квота установлена в размере 8 % от Предела Дозы длянаселения.
Таблица2. Квоты годового предела эффективной, эквивалентной дозы ПД, мЗв, для критическихгрупп населения от АЭСИсточник облучения Квота предела дозы за счет всех путей формирования дозы от выбросов Сбросы: квота ПД за счет критичного вида водопользования Суммарная квота предела дозы (ПД) для отдельного производства % мкЗв % мкЗв % мкЗв АЭС, АТЭЦ, ACT 4 40 1 10 8 80
Стечением времени в районе размещения АЭС на почве могут накапливаться выпавшиеиз атмосферы долгоживущие радионуклиды. Они включаются в экологический цикл,участвуют в пищевых и биологических цепочках; при этом они создают постепенновозрастающее поле внешнего ионизирующего излучения. Приведенные в табл.2.пределы доз соответствуют дозам при достижении равновесного состояниярадиоактивности в окружающей среде.
Дозовыепределы, установленные нормативами, составляют приблизительно 1 /4 дозовыхнагрузок на все тело человека за счет естественного ионизирующего излучения.Установление столь малых пределов дозы от радиоактивных отходов АЭСмотивируется рядом соображений. Во-первых, это отвечает основному принципурадиационной безопасности о поддержании дозы на таком низком уровне, какойтолько можно достичь с учетом экономических и социальных соображений. При этомуменьшается не только индивидуальная, но и популяционная доза, а следовательно,и общественный риск использования атомной энергии. Во-вторых, фактические дозы,обусловленные радиоактивными отходами отечественных и зарубежных АЭС,значительно ниже уровней, приведенных в табл.2. В-третьих, необходимо приниматьво внимание растущий масштаб развития атомной энергетики, размещение АЭС вгустонаселенных районах страны, развитие всего ЯТЦ и широкое применение другихисточников ионизирующего излучения во всех сферах человеческой деятельности.В-четвертых, необходимо предусмотреть резерв для возможного увеличения дозовойнагрузки от случайных (вероятностных) кратковременных выбросов при аварийныхситуациях. Установленные пределы доз являются основными характеристиками,которые, однако, ввиду их малости практически невозможно контролировать вповседневной работе. Поэтому, наряду с основными, вводят производныехарактеристики — предельно допустимые выбросы (ПДВ) и предельно допустимыесбросы (ПДС), для контроля которых существуют современные методы и приборы.Предельно допустимые выбросы рассчитывают теоретически, из условия, чтобырадаоактивные выбросы не приводили к превышению установленного предела доз в периоддостигнутого равновесного состояния. Рассчитанные таким образом величинывыбрасываемой активности, при которой пределы дозовых нагрузок на население непревышаются, весьма велики. Фактические выбросы всех АЭС много ниже. Дляудобства организации контроля установлены так называемые формализованныедопустимые выбросы (ДВ), которые приведены к установленной электрическоймощности атомной электростанции.
Приустановлении этих нормативов исходили из следующих основных требований:
· чтобы при наиболее неблагоприятныхусловиях они не приводили к превышению пределов доз, приведенных в табл. 2;
· чтобы они были сравнимы с ужедостигнутыми уровнями выбросов действующих АЭС.
Кромедопустимых выбросов для практических целей рекомендовано введение контрольныхдопустимых выбросов КДВ (для ИРГ и изотопов йода на сутки, для другихрадионуклидов — на месяц) и контрольных допустимых сбросов КДС радиоактивныхвеществ. КДВ и КДС должны быть не более 0,7 ПДВ и ДС соответственно. Этиконтрольные допустимые выбросы определяются на основании фактически достигнутыхуровней выбросов и сбросов, (статистический анализ фактических газообразныхвыбросов) и служат для принятия оперативных решений, с тем чтобы ни при какихусловиях не допустить превышения установленных основных нормативов.
Величиныдопустимых сбросов радиоактивных веществ со сточными водами также определяютсяпо специальным методикам, исходя из вышеизложенных основополагающих принципов(не превышение установленных дозовых квот), а также не нарушения природныхпроцессов естественной самоочистки водоема.
Атомнаяэлектростанция является источником поступления во внешнюю среду не толькорадиоактивных веществ, а также теплового загрязнения окружающей среды иисточником электромагнитного излучения. Кроме того, для обеспеченияжизнедеятельности АЭС в предпусковой период, а также при плановых остановахядерных энергоблоков станции на ремонт, в составе атомной электростанции обычнопредусматривается небольшая отопительная котельная. Такая котельная такжеявляется источником загрязнения окружающей среды вредными химическимивеществами. Источником поступления вредных химических веществ (BXB) вокружающую среду также иногда могут являться химические цеха, применяющие дляобеспечения водно- химического режима контура охлаждения реактора некоторыехимические реагенты, например кислоты, щелочи. Однако это возможно только привозникновении каких-либо аварийных ситуаций. По сравнению с обычными тепловымиГРЭС и ТЭЦ выбросы пускорезервных котельных АЭС очень невелики. Состав ихопределяется главным образом: золой несгоревшего топлива, окисью углерода (СО),окислами азота. Однако контроль за такими котельными проводится в полномсоответствии с Законом «Об охране атмосферного воздуха».
Кфакторам, неблагоприятно воздействующим на окружающую природную средунерадиационной природы, источником которых являются АЭС, относится такжеэлектромагнитной излучение. Организм человека осуществляет свою деятельностьпутем очень сложных процессов, в которых существенное значение имеет передачавнутри- и внеклеточной электромагнитной информации и соответствующаябиоэлектрическая регуляция. В этой связи техногенная электромагнитная средаобитания может рассматриваться как источник помех в отношении жизнедеятельностичеловека и биоэкосистем. Атомные электростанции, как и любые электростанции,относятся к весьма мощным источникам, генерирующим электромагнитные поля низкихчастот. В настоящее время вопросы взаимодействия биосистем и человека сэлектромагнитным излучением являются предметом пристального внимания ученыхвсего мира, в связи с его повсеместным распространением. Как вредный фактор,ЭМИ строго нормируется, однако нормы для источников электромагнитных полейнизких частот, таких как ЛЭП (линии электропередачи), электрогенераторы,ограничивают только работу человека в условиях ЭМИ, мощность собственноисточника пока не ограничивается (существуют нормативы только для источниковрадиочастот). Таким образом, ЭМИ, как фактор воздействия на окружающую среду,биоэкосистемы, еще требует внимательного изучения.
Длявыполнения требований законодательства на атомных электростанциях создаютсясистемы обезвреживания факторов вредного воздействия на окружающую среду исистемы контроля. Система контроля за состоянием окружающей природной среды(экологический мониторинг) в районе расположения АЭС создается с целью надзораза безопасной эксплуатацией объекта на всех стадиях ее существования и должнаобеспечивать охрану здоровья персонала, населения и объектов окружающейприродной среды от загрязнения и вредного влияния. (Ст. 33. Закона Украины «Обиспользовании ядерной энергии и радиационной безопасности»). Основноеназначение системы контроля — Достоверное оперативное обнаружение и оценкарадиационной обстановки в районе расположения объекта, воздействия вредныххимических загрязняющих веществ и производственной деятельности на окружающуюсреду, обеспечение сбора, обработки, сохранения и анализа информации о состоянииокружающей природной среды, прогнозирования ее изменений и разработкинаучно-обоснованных рекомендаций для принятия эффективных управленческихрешений, как при нормальной эксплуатации, так и при возникновении аварийнойситуации.
Информацияо состоянии загрязнения объектов внешней среды, об источниках загрязнения,параметрах выбросов и сбросов загрязняющих веществ с объекта должна иметьнеобходимый и достаточный объем, достоверность и оперативность. Программа(Регламент) контроля должна обеспечивать получение информации:
•для оценки дозовых нагрузок всего населения,включая критические группы (например, для 30 км. Зоны отчуждения — это персоналорганизаций зоны отчуждения, не имеющий отношения к ЧАЭС, и население, самовольновернувшееся в места доаварийного проживания);
•для корреляции результатов радиационногоконтроля окружающей среды с данными дозиметрического контроля выбросов исбросов;
•для проверки обоснованностиэкологических моделей, используемых для установления рабочих контрольныхуровней выбросов и сбросов;
дляоценки тенденций в изменении концентрации радионуклидов в окружающей среде. Частотаснятия показаний датчиков, лабораторных исследований, точки контроля, видыисследований и измерений должны определяться специальным документом: «Регламентконтроля окружающей среды», который разрабатывается предприятием исогласовывается с Органами Госсаннадзора. Обязательному лабораторному контролюподлежат: приземный слой воздуха, атмосферные выпадения, грунтовые иповерхностные воды и донные отложения, водная растительность, рыба, моллюски(водоемов в районе размещения объекта), почва, растительность, животные,обитающие в данном районе. Примерный, объем контроля представлен в таблице 3.
Таблица3. Примерный объем контроля объектов окружающей среды на АЭСОбъект контроля Что определяется Ориентировочная частота отбора проб, или измерений Примерное число точек наблюдения Примечание Мощность дозы гамма-излучения на местности Гамма — излучение Непрерывно с помощью системы ACKPO 1 раз в год ТЛД, 1 раз в 6 месяцев — переносными приборами 15 — 20 50 — 100 По основным маршрутам движения персонала Атмосферный воздух Суммарная бета-активность, гамма спектрометрия Радионуклидный состав α, β 1 раз в 7 дней Объединенные пробы за месяц 15 — 20 Гамма — спектрометрия, альфа — спектрометрия, радиохимическое определение. Атмосферные выпадения Суммарная бета — активность, гамма спектрометрия Радионуклидный состав 1 в месяц 15 — 20 Планшеты Снег Суммарная бета — активность, гамма спектрометрия. Радионуклидный состав 1 раз в год Объединенные пробы 30 — 40 Почва Гамма спектрометрия Радионуклидный состав 1 раз в год 60 Пробы отбираются по кольцевому маршруту, на характ. ландшафтах Растительность Гамма спектрометр. Радионукпидный состав 1 раз в год 60 Пробы отбираются на характ. лаидшафтах по радиусам Вода ПЛК, ХФК а также сбросных каналов АЭС Суммарная бета — активность, гамма спектрометрия Радионуклидный состав Постоянные измерения По числу сбросов Возможен квази непрерывный контроль в местах сброса Вода водоемов, в т.ч. пруда-охладителя Суммарная бета-активность, гамма спектрометр. Радионуклидный состав
1 раз в месяц
1 раз в квартал по объединенной пробе 5-20 С учетом водопользования Донные отложения и водоросли — II — 1 раз в год \ 5-20 С учетом водопользования Рыба — II — 1 раз в год 5-20 Животные — II — 1 раз в год 5-20 В «ближней» зоне АЭС Грунтовые воды — II — 1 раз в месяц По числу скважин По специальной программе Продукты питания местн. производства — II — 1 раз в год В пунктах проживания По специальной программе
Дозиметрический контроль района расположения АЭСосуществляется в 3-х режимах:
• непрерывном;
• постоянном;
• периодическом.
Государственныйнадзор за соблюдением нормативных требований по охране окружающей средыосуществляют: Министерство охраны окружающей среды и ядерной безопасностиУкраины и Министерство охраны здоровья. Эти органы проводят специальныепроверки на местах, ведут контрольные исследования, а также анализируютотчетные материалы, которые периодически (ежеквартально и ежегодно) направляютатомные электростанции.
Вывод
Всоответствии с Законом Украины «Об охране окружающей природной среды» приэксплуатации промышленных или иных объектов должна обеспечиваться экологическаябезопасность людей, рациональное использование природных ресурсов, соблюдениенормативов вредного воздействия на окружающую природную среду. При этом должны предусматриватьсяулавливание, утилизация, обезвреживание вредных веществ и отходов либо полнаяих ликвидация, исполнение других требований относительно охраны окружающейприродной среды и здоровья людей.
Список литературы
1. Боровой А.А.,Васильченко В.Н., Носовский А.В., Попов А.А., Щербина В.Г. Концепциярадиационного контроля ПО «Чернобыльская АЭС» и основные техническиетребования к системе PK. — Чернобыль, 1993.
2. Васильченко В.Н.,Носовский AB., Крючков В.П., Осанов Д.П., Павлов Д.А., Цовьянов А.Г., БондарчукА.С., Ильичев С.В. Принципы организации сбора информации по дозиметрическимаспектам радиационных аварий. Руководящий документ Росстандарта,РД-187655/94.-Москва, 1994.
3. Голубев Б.П.Дозиметрия и защита от ионизирующих излучений. / Изд. 3-е, перераб. и доп. Подредакцией E. Л. Столяровой. Учебник для вузов. — M.: Атомиздат, 1976. ЗаконУкраины. Об обращении с радиоактивными отходами. Укр ЯО. — Киев, 1995.
4. Иванов В.И. Курсдозиметрии: Учебник для вузов./4-е изд., перераб. и доп.-M.: Энергоатомиздат,1988.
5. Индивидуальнаязащита работающих в атомной энергетике/ В.С Кощеев, Д.С. Гольддггейн, В.Н.Клочков и др. -M.: Энергоатомиздат, 1992.
6. Кононович А.Л.,Осколков Б.Я., Кудрявцева Н.А, Коротков В.Т., Ростовцев А.Л., Носовский А.В.,Васильченко В.Н., Чабан Н.Г. Оценка радиоактивного состояния подземных вод врайоне Чернобыльской АЭС. — Атомная энергия, 1994, т.77, вып.5.
7. Культурабезопасности: Доклад Международной консультативной группы по ядернойбезопасности (INSAG). — Вена, МАГАТЭ, 1990. (Серия безопасности 75-INSAG-4).
8. Левин В.Е.Ядерная физика и ядерные реакторы. Учебник для техникумов. /3-е.изд. — M.:Атомиздат, 1975.
9. Мащенко Н.П.,Мурашко В.А. Радиационное воздействие и радиационная защита населения приядерных авариях на атомных электростанциях: Учеб. пособие. — К.: Вища шк.,1992.
10. Машкович В.П.,Панченко А.М. Основы радиационной безопасности. Уч. Пособие для вузов. — M.:Энергоатомиздат, 1990.
11. Носовский А.В.,Цовьянов А.Г., Кочетков О.А., Чабан Н.Г., Иванов Е.А. Опыт эксплуатации системысанитарно-пропускного режима на Чернобыльской АЭС. – Атомная энергия, 1997, т.82, вып.2, с. 140-146.
12. Нормы радиационнойбезопасности НРБ -76/87. Основные санитарные правила работы с радиоактивнымивеществами и другими источниками ионизирующх излучений ОСП — 72/ 87 / МинздравСССР- 3-е изд., перераб. и доп. — M.: Энергоатомиздат, 1988.
13. Общие положенияобеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88) ПНАЭ Г-1-011-89 /Госатомнадзор СССР. — M.: Энергоатомиздат, 1990.
14. Правила работы срадиоактивными веществами и другими источниками ионизирующих излучений вучреждениях, организациях и на предприятиях Академии наук СССР.-M.: Наука,1984.
15. Радиация: Дозы,эффекты, риск. Пер с англ. — M.: Мир, 1990.